乏燃料后处理基础研究（乏燃料后处理费计提标准）
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1、乏燃料后处理厂的特点
机械处理。首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
、冷却贮存 刚从反应堆卸出的乏燃料，具有强放射性且继承释放热量，要放到反应堆四周的深水池中冷却，且至少半年以上。
而如果能将钚材料在动力堆上实现循环利用，这意味着在现有核电规模下，中国已经探明的铀资源从大约只能使用50到70年，变成了足够用上3000年。这项技术的专业名称叫“动力堆/乏燃料/后处理技术”。
2、动力堆乏燃料后处理技术的介绍
这项技术的专业名称叫“动力堆/乏燃料/后处理技术”。专家介绍，核电站发电是通过核燃料在核反应堆中发生裂变反应放出能量。和火力发电站要不断加煤一样，当核燃料维持不了一定的功率时，也需要更换。
水法后处理工艺过程主要包括：首端处理、化学分离和铀、钚尾端处理。1）首端处理。首端处理包括机械处理和化学处理两部分。2）机械处理。首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。
快中子反应堆（简称快堆）属于全球第四代核能系统技术的应用，与目前运行及正在建设的第二代、第三代核电站相比，其形成的核燃料闭合式循环，可以使铀资源的利用率提高至60%以上（现有核电站只有1%，也就是提升了60倍）。
最近关于中国核能技术方面的进步的消息可谓沸沸扬扬。环球时报谭利娅的文章称：“中国科学家日前宣布获得“动力堆/乏燃料/后处理技术”，实现了对核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚材料回收，大大提高了核燃料利用率。
3、乏燃料的乏燃料后处理
冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从U-Pu中清除出去，然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
长期储存：乏燃料后处理厂需要提供长期储存设施，以安全地储存乏燃料。这些设施通常是深埋地下或在密封容器中，以隔离放射性物质。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
后处理开路循环路线是乏燃料后处理的一种方式，是指对反应堆使用过的核燃料”乏燃料“进行再处理，将其中可回收的铀和钚分离出来，然后将这些回收的核燃料用于制造新的核燃料或核武器，而不是将其重新用于反应堆中。
4、乏燃料后处理的后处理工艺
冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从U-Pu中清除出去，然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
如锶-90、铯-137和超铀元素如镎、镅和锔。（2）去除长寿命的放射性核素和中子吸收截面大的裂变产物，以便对只含短寿命核素的放射性废物进行处理和安全处置。
乏燃料后处理：在乏燃料后处理过程中，磷酸盐被用于回收铀、钚元素，降低对铀资源的依赖。放射性废水处理：放射性废水处理中，磷酸盐被用作一种重要的处理方法，使磷成为不溶性的固体沉淀物，从污水中分离出去。
离子交换法 离子交换法采用离子交换树脂，适用于含盐量较低的废液。当含盐量较高时，用离子交换树脂来处理所花的费用比选择性工艺要高。这主要是低选择性的树脂对放射性核素有很大的关联。
一座100万千瓦的核电站，一年用核燃料30吨，使用过后称为“乏燃料”，重量前后变化不大，但乏燃料具有强放射性。
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